吳宇翔，張國(guó)強(qiáng)，張雪霜

(中國(guó)核電工程有限公司，北京100840)

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雙堆布置核電廠公用設(shè)施對(duì)雙堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故緩解的影響和改進(jìn)

吳宇翔，張國(guó)強(qiáng)，張雪霜

(中國(guó)核電工程有限公司，北京100840)

福島事故后，同一廠址多臺(tái)機(jī)組同時(shí)發(fā)生超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(包括嚴(yán)重事故)的后果開始受到關(guān)注，為此需要從設(shè)計(jì)上保證核電廠事故應(yīng)對(duì)措施的獨(dú)立性。我國(guó)運(yùn)行和在建的大部分核電廠為雙堆布置的二代改進(jìn)型核電廠。分析表明，水壓試驗(yàn)泵和安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)(EUF)為雙堆公用，對(duì)雙堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的應(yīng)對(duì)能力存在影響。進(jìn)而研究了這兩個(gè)公用設(shè)施在現(xiàn)有電廠中的潛在改進(jìn)選項(xiàng)，從盡量減少硬件改動(dòng)的目的出發(fā)提出了最可能的改進(jìn)方案。其中EUF交替排放僅僅通過(guò)操作規(guī)程的變化，憑借一套公用系統(tǒng)即可實(shí)現(xiàn)雙堆的卸壓目的。進(jìn)一步計(jì)算也證明，合理選取交替排放的時(shí)間窗口，EUF交替排放在最保守及最現(xiàn)實(shí)的事故情況下均能確保雙堆安全殼的安全。

福島后改進(jìn)；雙堆布置；超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故；水壓試驗(yàn)泵；安全殼過(guò)濾排放

優(yōu)良的核電廠址是稀缺資源，在一個(gè)廠址布置多臺(tái)機(jī)組是提高廠址利用率，增強(qiáng)核電經(jīng)濟(jì)性的重要策略。世界上絕大多數(shù)核電廠址均為多堆廠址?；趯?duì)嚴(yán)重事故發(fā)生概率極低的認(rèn)識(shí)，“同一廠址不會(huì)有一個(gè)以上機(jī)組同時(shí)發(fā)生嚴(yán)重事故”成為一種固有思維，法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)中對(duì)于多機(jī)組超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故的應(yīng)對(duì)能力也沒有做出要求。

但是2011年日本福島核事故中3臺(tái)機(jī)組同時(shí)發(fā)生嚴(yán)重事故的事實(shí)使得核工業(yè)界開始正視同一廠址上多臺(tái)機(jī)組同時(shí)發(fā)生超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的可能性和后果[1]。IAEA、日本、美國(guó)和西歐核監(jiān)管協(xié)會(huì)都將提高多機(jī)組事故的應(yīng)對(duì)能力作為福島事故的一個(gè)重要教訓(xùn)。中國(guó)核安全監(jiān)管部門也對(duì)多機(jī)組超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故相關(guān)問(wèn)題提出了要求，尤其是針對(duì)國(guó)內(nèi)在建二代改進(jìn)型核電廠均為雙堆布置的情況提出了相應(yīng)課題。

多堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(包括嚴(yán)重事故)的應(yīng)對(duì)需要考慮兩個(gè)層次的問(wèn)題：一是設(shè)計(jì)層面的，從設(shè)計(jì)上保證不同機(jī)組事故應(yīng)對(duì)措施的獨(dú)立性，包括超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故操作規(guī)程中使用的設(shè)備和系統(tǒng)以及嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施應(yīng)當(dāng)為每臺(tái)機(jī)組專用；二是應(yīng)急層面的，多堆廠址針對(duì)多機(jī)組嚴(yán)重事故要有充足的應(yīng)急響應(yīng)能力，制定完善的應(yīng)急預(yù)案并開展必要的訓(xùn)練演習(xí)，儲(chǔ)備充足的應(yīng)急資源，包括人員、設(shè)備和物資等，需要建立能夠適應(yīng)多機(jī)組嚴(yán)重事故響應(yīng)需要的數(shù)據(jù)監(jiān)測(cè)系統(tǒng)、劑量評(píng)價(jià)體系、輻射防護(hù)措施和決策機(jī)制。這兩個(gè)層次也分別對(duì)應(yīng)縱深防御的第四和第五層次。

我國(guó)運(yùn)行和在建的核電廠絕大部分為雙堆布置的二代改進(jìn)型核電廠，存在雙堆公用的設(shè)施，在事故應(yīng)對(duì)的獨(dú)立性上面臨比單堆布置核電廠更大的困難。本文將針對(duì)這類核電廠，通過(guò)梳理雙堆公用的事故應(yīng)對(duì)系統(tǒng)和設(shè)備，對(duì)雙堆同時(shí)發(fā)生超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(包括嚴(yán)重事故)的緩解能力進(jìn)行評(píng)估，確定公用設(shè)施對(duì)雙堆事故應(yīng)對(duì)能力的影響，在此基礎(chǔ)上提出可能的改進(jìn)方案并通過(guò)計(jì)算分析研究其可行性。注意本文不涉及二代改進(jìn)型核電廠應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(包括嚴(yán)重事故)能力的完整性評(píng)估，僅在現(xiàn)有措施的基礎(chǔ)上，考慮由于共模故障使得雙堆同時(shí)發(fā)生同一事故，評(píng)價(jià)雙堆公用系統(tǒng)對(duì)事故緩解能力的影響。

1 雙堆公用設(shè)施對(duì)雙堆事故緩解的影響

1.1 超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故規(guī)程

二代改進(jìn)型核電廠針對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故具有專門的運(yùn)行規(guī)程(H規(guī)程和U規(guī)程)。H規(guī)程考慮的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故為以下四類：?jiǎn)适繜嶷?、完全喪失蒸汽發(fā)生器給水、全廠斷電、低壓安注系統(tǒng)或安全殼噴淋系統(tǒng)功能喪失。U規(guī)程主要針對(duì)嚴(yán)重事故堆芯監(jiān)視、安全殼隔離失效而導(dǎo)致安全殼完整性喪失事故的處理、事故后安全殼卸壓。

H1規(guī)程中，在應(yīng)對(duì)熱阱全部喪失事故且余熱排除系統(tǒng)(RRA)未連接時(shí)，需要借助另一機(jī)組的設(shè)備冷卻公用負(fù)荷(主要是輔助蒸汽冷凝器及硼回收系統(tǒng)、廢氣處理系統(tǒng)和廢液處理系統(tǒng)等負(fù)荷)和乏燃料水池。但公用負(fù)荷為非安全相關(guān)負(fù)荷，在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下不為其提供冷卻也不會(huì)造成重大后果。此外需要水壓試驗(yàn)泵維持穩(wěn)壓器水位。在雙機(jī)組同時(shí)發(fā)生該事故時(shí)，公用的一臺(tái)水壓試驗(yàn)泵難以同時(shí)供給兩臺(tái)機(jī)組。如果熱阱全部喪失時(shí)RRA已連接，除了前面提到的熱負(fù)荷之外，在某些情況下核取樣系統(tǒng)(REN)熱交換器及化學(xué)和容積控制系統(tǒng)(RCV)非再生和密封水熱交換器也切換到另一機(jī)組冷卻，但切換之前需要確認(rèn)另一機(jī)組設(shè)備冷卻水系統(tǒng)(RRI)是否可用。如不可用，不切換也可繼續(xù)執(zhí)行規(guī)程。水壓試驗(yàn)泵在該規(guī)程中不是唯一的手段，在水壓試驗(yàn)泵無(wú)法向本機(jī)組供水時(shí)，可以通過(guò)RCV泵進(jìn)行供水。

對(duì)于全廠斷電事故(H2規(guī)程)，如果RRA未連接，在利用自然循環(huán)和汽動(dòng)輔助給水泵降溫降壓的過(guò)程中，由于冷卻水體收縮，需借助水壓試驗(yàn)泵通過(guò)主泵軸封對(duì)一回路進(jìn)行補(bǔ)水，同時(shí)保護(hù)主泵軸封的完整性。在雙機(jī)組同時(shí)發(fā)生該事故時(shí)，一臺(tái)水壓試驗(yàn)泵難以同時(shí)供給兩臺(tái)機(jī)組。如果RRA連接時(shí)發(fā)生全廠斷電事故，在一回路溫度低于190 ℃且需要補(bǔ)水時(shí)需由另一機(jī)組上充管線執(zhí)行。但水壓試驗(yàn)泵電源由汽輪發(fā)電機(jī)改為柴油發(fā)電機(jī)后，理論上在一回路溫度低于190 ℃時(shí)柴油發(fā)電機(jī)也可以啟動(dòng)而不再需要另一機(jī)組的蒸汽，因此在這種情況下補(bǔ)水也不再需要另一機(jī)組的上充管線。主要的問(wèn)題仍然是在雙機(jī)組同時(shí)發(fā)生該事故時(shí)，公用的水壓試驗(yàn)泵難以同時(shí)供給兩臺(tái)機(jī)組。

嚴(yán)重事故處理規(guī)程中，U1規(guī)程要求使用水壓試驗(yàn)泵供水，U5規(guī)程要求使用安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)，該系統(tǒng)同樣為雙機(jī)組公用。

1.2 嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施

二代改進(jìn)型核電廠預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的系統(tǒng)包括：通過(guò)穩(wěn)壓器功能延伸，在事故后對(duì)一回路有效降壓，防止高壓堆熔后產(chǎn)生的安全殼直接加熱(DCH)現(xiàn)象；通過(guò)設(shè)置完善的安全殼消氫系統(tǒng)，防止氫氣燃燒或迅速爆燃對(duì)安全殼完整性造成挑戰(zhàn)；通過(guò)安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)的主動(dòng)卸壓確保安全殼的完整性；通過(guò)安全殼噴淋系統(tǒng)使裂變產(chǎn)物沉降或者對(duì)裂變產(chǎn)物進(jìn)行洗滌；通過(guò)安全殼內(nèi)大氣監(jiān)測(cè)系統(tǒng)對(duì)嚴(yán)重事故工況下安全殼內(nèi)的壓力和放射性水平進(jìn)行監(jiān)測(cè)，支持嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的執(zhí)行。除安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)為雙堆公用之外，其他系統(tǒng)均為每個(gè)機(jī)組獨(dú)立設(shè)置。

1.3 公用設(shè)施對(duì)雙堆事故緩解的不利影響

以上對(duì)超設(shè)計(jì)準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故管理規(guī)程，以及嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施的分析表明，在假設(shè)雙堆共模發(fā)生同一個(gè)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(包括嚴(yán)重事故)的情況下，雙堆公用的水壓試驗(yàn)泵和安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)將成為事故應(yīng)對(duì)的薄弱環(huán)節(jié)。公用的水壓試驗(yàn)泵將無(wú)法應(yīng)對(duì)雙堆同時(shí)發(fā)生喪失熱阱事故和全廠斷電事故，公用的安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)將無(wú)法同時(shí)對(duì)兩臺(tái)機(jī)組在嚴(yán)重事故后進(jìn)行安全殼卸壓。

2 雙堆公用設(shè)施應(yīng)對(duì)雙堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的改進(jìn)方案

2.1 水壓試驗(yàn)泵改進(jìn)方案分析

水壓試驗(yàn)泵的功能是對(duì)一回路進(jìn)行水壓試驗(yàn)和為安注箱進(jìn)行初始充水和定期補(bǔ)水，正?；蛟O(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下不執(zhí)行安全功能，但在全廠斷電的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下為反應(yīng)堆冷卻劑泵提供軸封，維持一回路的完整性和水裝量。二代改進(jìn)型核電站兩臺(tái)機(jī)組共用一臺(tái)水壓試驗(yàn)泵(見圖1)。設(shè)計(jì)基準(zhǔn)為一個(gè)機(jī)組同時(shí)失去廠外電源和應(yīng)急電源，則水壓試驗(yàn)泵由專門的柴油發(fā)電機(jī)(LLS)供電，以6 m3/h的流量提供軸封注入。該流量足以確保一個(gè)機(jī)組主泵軸封的完整性。

對(duì)于雙機(jī)組共用的水壓試驗(yàn)泵，難以通過(guò)管理規(guī)程的改進(jìn)使其滿足雙機(jī)組嚴(yán)重事故的要求，最直接的方法就是增設(shè)一臺(tái)水壓試驗(yàn)泵，實(shí)現(xiàn)水壓試驗(yàn)泵的單堆單用并且互為備用。增設(shè)一臺(tái)水壓試驗(yàn)泵會(huì)對(duì)工藝系統(tǒng)、設(shè)備采購(gòu)、儀控、電氣、布置及土建結(jié)構(gòu)均產(chǎn)生影響。以布置為例，現(xiàn)有的水壓試驗(yàn)泵布置在核輔助廠房(N廠房)5.00米層的一個(gè)房間內(nèi)。通過(guò)對(duì)N廠房布置空間的核實(shí)，僅有一個(gè)空房間滿足要求，但需要對(duì)房間構(gòu)造進(jìn)行改造(如增加隔墻和門)，需要修改進(jìn)入非放管廊的路徑，并且以實(shí)際的水壓試驗(yàn)泵為例，發(fā)現(xiàn)該房間的尺寸無(wú)法滿足泵的檢修空間要求。此外設(shè)備運(yùn)輸路徑、泵進(jìn)出口管線以及管線上閥門、支架的布置也存在較大的困難。同時(shí)增加一臺(tái)水壓試驗(yàn)泵就意味著還要增加兩臺(tái)發(fā)電機(jī)，同樣需要考慮其布置問(wèn)題，以及對(duì)土建結(jié)構(gòu)和儀控的影響[2]。

圖1 水壓試驗(yàn)泵為雙堆提供主泵軸封的流程圖Fig.1 Flow Diagram of Twin-reactor Main Pump Seding Water with Hydro-test pump

我國(guó)的雙堆布置核電廠均處于運(yùn)行和在建狀態(tài)，在建電廠的大部分土建和安裝也已基本完工，實(shí)施增設(shè)一臺(tái)水壓試驗(yàn)泵的改進(jìn)難度相當(dāng)大。可以考慮的一種替代方案是僅僅增大水壓試驗(yàn)泵的容量，能夠同時(shí)滿足雙機(jī)組軸封注入的需要，同時(shí)設(shè)置一條通向換料水箱的回流管線(見圖 2)。在雙機(jī)組事故的情況下同時(shí)向雙機(jī)組提供軸封注入；在單機(jī)組事故的情況下，關(guān)閉另一臺(tái)機(jī)組的軸封注入，打開回流管線的隔離閥，將一部分流量返回?fù)Q料水箱，必要時(shí)可通過(guò)手動(dòng)調(diào)節(jié)閥控制事故機(jī)組的軸封注入流量。目前該方案僅為初步的設(shè)想，試圖在不用增加水壓試驗(yàn)泵的條件下，通過(guò)盡可能小的硬件改動(dòng)應(yīng)對(duì)雙堆事故，帶來(lái)的相應(yīng)變動(dòng)包括水壓試驗(yàn)泵的選型、電源系統(tǒng)容量、回流管線及閥門的布置、控制邏輯等，未來(lái)需要在這些方面進(jìn)一步地分析其工程可行性。

圖2 水壓試驗(yàn)泵的一種改進(jìn)方案流程圖Fig.2 Flow Diagram of a Possible Im pravement for Hydro-rest pump

2.2 安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)的改進(jìn)方案分析

嚴(yán)重事故時(shí)，會(huì)因各種原因產(chǎn)生高能氣體，在安全殼冷卻系統(tǒng)失效的情況下，導(dǎo)致安全殼內(nèi)大氣升溫升壓，進(jìn)而危及安全殼完整性。安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)(EUF)通過(guò)主動(dòng)卸壓使安全殼內(nèi)的壓力不超過(guò)其承載限值，并且對(duì)排放氣體進(jìn)行過(guò)濾，盡可能限制放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放。

EUF為雙堆共用，主要設(shè)備包括設(shè)置在安全殼外側(cè)的隔離閥、兩級(jí)過(guò)濾器(文丘里水洗器和金屬纖維過(guò)濾器)和爆破膜，最后與核電站的煙囪連接(見圖3)。在一臺(tái)機(jī)組發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)的啟動(dòng)只需手動(dòng)打開相應(yīng)安全殼連接管線上的安全殼隔離閥，安全殼氣體進(jìn)入系統(tǒng)并進(jìn)行被動(dòng)過(guò)濾。安全殼隔離閥為遠(yuǎn)傳手動(dòng)蝶閥，遠(yuǎn)傳手動(dòng)操作在屏蔽墻后執(zhí)行。當(dāng)安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)內(nèi)壓力超過(guò)系統(tǒng)下游的爆破膜壓力整定值時(shí)，爆破膜開啟，經(jīng)過(guò)兩級(jí)過(guò)濾后的安全殼大氣通過(guò)煙囪向外排放。在安全殼內(nèi)壓力降低之后，可以手動(dòng)關(guān)閉安全殼隔離閥，避免安全殼與外界大氣長(zhǎng)期相通和過(guò)度排氣。

圖3 雙堆EUF系統(tǒng)流程圖Fig.3 Flow Diagram of Twin-reactor EUF

EUF的容量是按滿足一個(gè)機(jī)組嚴(yán)重事故的緩解要求進(jìn)行設(shè)計(jì)的。如果在雙堆嚴(yán)重事故后，同時(shí)打開兩個(gè)機(jī)組的安全殼隔離閥，使用一套EUF同時(shí)對(duì)兩臺(tái)機(jī)組進(jìn)行過(guò)濾排放，將存在以下問(wèn)題：EUF流量過(guò)大，可能超出過(guò)濾器的設(shè)計(jì)流量，導(dǎo)致過(guò)濾效率降低，排放到環(huán)境的裂變產(chǎn)物增加；兩個(gè)安全殼會(huì)形成連通，在壓差作用下，氣體將從一個(gè)安全殼流入另一個(gè)安全殼，從而影響事故進(jìn)程并使嚴(yán)重事故的管理評(píng)價(jià)更加困難。因此使用一套EUF系統(tǒng)同時(shí)對(duì)兩臺(tái)機(jī)組進(jìn)行過(guò)濾排放的方案并不可行。

另一方面，如果為雙堆布置核電廠增設(shè)一套安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)，工程實(shí)施方面也很有難度。比如，主要過(guò)濾設(shè)備都布置在核輔助廠房房頂、靠近電廠煙囪的房間內(nèi)，考慮到EUF投運(yùn)后文丘里水洗器中將滯留大量放射性物質(zhì)，該房間采用重混凝土結(jié)構(gòu)進(jìn)行輻射屏蔽。如果再增加一套過(guò)濾裝置，需要在類似的位置增建一處采用重混凝土結(jié)構(gòu)的設(shè)備間，為此需要重新核算廠房的載荷以及相關(guān)的一系列工程問(wèn)題，對(duì)工程投資的影響也非常重大。

在這種情況下，一種可行的解決方案是，采用公用的一套EUF對(duì)雙堆進(jìn)行交替排放。事故發(fā)生后，先打開其中一臺(tái)機(jī)組(假定1號(hào)機(jī)組)的安全殼隔離閥，對(duì)其進(jìn)行過(guò)濾排放；當(dāng)2號(hào)機(jī)組壓力較高后關(guān)閉1號(hào)機(jī)組排放管線，打開2號(hào)機(jī)組隔離閥，對(duì)2號(hào)機(jī)組進(jìn)行過(guò)濾排放；在1號(hào)機(jī)組的壓力上升后再次關(guān)閉2號(hào)機(jī)組隔離閥，打開1號(hào)機(jī)組隔離閥，對(duì)1號(hào)機(jī)組進(jìn)行過(guò)濾排放，如此往復(fù)循環(huán)。

這種交替排放的方式有效彌補(bǔ)了雙堆同時(shí)過(guò)濾排放的缺陷，使過(guò)濾器工作在設(shè)計(jì)流量下，保證了過(guò)濾效果，并且不會(huì)造成安全殼之間的連通和事故后果的擴(kuò)大。

本方案的實(shí)施還需要相應(yīng)的配套措施：

(1) 輻射防護(hù)措施。安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)的啟動(dòng)和切換需要手動(dòng)開啟和關(guān)閉安全殼隔離閥，多次操作可能使現(xiàn)場(chǎng)操作人員受到較大的照射劑量。為此需要采取一定的輻射防護(hù)措施，如配戴防護(hù)裝備、控制操作時(shí)間、多人輪流操作等。

(2) 文丘里過(guò)濾器補(bǔ)水措施。使用EUF對(duì)兩個(gè)安全殼進(jìn)行過(guò)濾排放，排放氣體總量增大，過(guò)濾器中滯留的裂變產(chǎn)物量增多，衰變熱也將增多，導(dǎo)致文丘里水洗器中液體蒸發(fā)較快。當(dāng)文丘里水洗器液位監(jiān)測(cè)儀表監(jiān)測(cè)到低液位時(shí)，需要關(guān)閉系統(tǒng)，對(duì)文丘里水洗器進(jìn)行補(bǔ)水。EUF配有一套移動(dòng)式化學(xué)加藥組合裝置(包括計(jì)量泵、化學(xué)溶液配制貯存箱，以及相關(guān)的管道和閥門)用于為文丘里水洗器配制和補(bǔ)充化學(xué)溶液。該裝置平時(shí)放置于存儲(chǔ)倉(cāng)庫(kù)中，為整體可移動(dòng)式設(shè)備，可從存放地點(diǎn)通過(guò)交通工具(如汽車)運(yùn)送至工作現(xiàn)場(chǎng)，與EUF的充排水管道通過(guò)快速接頭及軟管相連接，實(shí)現(xiàn)充水操作。文丘里水洗器為水平放置的帶封頭的圓柱形容器，充水體積為8.5/12(最大)m3，化學(xué)加藥組合裝置計(jì)量泵的額定流量為6 300 L/h，因此充水時(shí)間約為1 h，遠(yuǎn)小于安全殼過(guò)濾排放過(guò)程所需的整體時(shí)間，多次補(bǔ)水操作對(duì)過(guò)濾排放效果的影響有限。

經(jīng)過(guò)分析，采用雙堆交替排放的方式降低雙堆嚴(yán)重事故后安全殼的壓力是切實(shí)可行的。無(wú)論是安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)的切換操作，還是利用移動(dòng)式化學(xué)加藥組合裝置對(duì)文丘里水洗器的補(bǔ)水操作，都應(yīng)當(dāng)納入多機(jī)組嚴(yán)重事故情況下的廠內(nèi)應(yīng)急預(yù)案，在操作人員和輻射防護(hù)物資的配備上做好充分準(zhǔn)備，并定期進(jìn)行訓(xùn)練和演習(xí)。

3 安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)交替排放能力分析

為了進(jìn)一步驗(yàn)證EUF對(duì)兩個(gè)機(jī)組進(jìn)行交替排放的能力和效果，采用嚴(yán)重事故程序模擬雙堆同時(shí)發(fā)生堆熔事故的情況，定量分析EUF交替排放時(shí)兩個(gè)機(jī)組安全殼的壓力變化。

3.1 計(jì)算假設(shè)和工況

交替排放操作的關(guān)鍵在于合理確定每臺(tái)機(jī)組排放的時(shí)間窗口，在盡可能減少切換次數(shù)的情況下保證雙機(jī)組的安全殼壓力均不超過(guò)安全限值?？梢园凑找韵路椒ù_定每臺(tái)機(jī)組排放的時(shí)間窗口：

(1) 1號(hào)機(jī)組在安全殼壓力首次達(dá)到 0.5 MPa.a 時(shí)開始過(guò)濾排放，2號(hào)機(jī)組在安全殼壓力首次達(dá)到0.6 MPa.a時(shí)開始過(guò)濾排放，兩者的時(shí)間間隔為T；

(2) 由于安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)切換操作(手動(dòng)關(guān)閉1號(hào)機(jī)組的隔離閥，開啟2號(hào)機(jī)組隔離閥)所需的時(shí)間約為0.5 h，則每臺(tái)機(jī)組排放的時(shí)間窗口t=T-0.5 h。

按照以上步驟確定每個(gè)機(jī)組的排放時(shí)間窗口t，即每臺(tái)機(jī)組排放t時(shí)間之后，即開始交替排放的切換操作，整個(gè)操作順序如圖4所示。

圖4 EUF雙堆交替排放方式示意圖Fig.4 Twin-reactoralternate venting by the EUF system

考慮安全殼承壓最保守的情景以及福島事故的現(xiàn)實(shí)情景，選取以下三個(gè)工況進(jìn)行分析：

工況1：大LOCA事故，堆芯充水成功；

工況2：大LOCA事故，堆芯充水失效；

工況3：全廠斷電事故，堆芯充水失效。

以上工況均假設(shè)兩個(gè)機(jī)組嚴(yán)重事故模擬的計(jì)算條件完全相同。工況1、2在單堆設(shè)計(jì)工況的基礎(chǔ)上進(jìn)行EUF雙堆交替排放的計(jì)算分析。設(shè)計(jì)工況為假定兩個(gè)反應(yīng)堆同時(shí)發(fā)生大LOCA事故，且安全殼噴淋在直接噴淋階段有效，再循環(huán)階段失效。工況1假設(shè)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)有效，充水量合適，堆芯余熱全部使堆芯充水汽化進(jìn)入安全殼，安全殼升壓速率較大。工況2假設(shè)除非能動(dòng)的安注箱外，其他應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)失效，導(dǎo)致壓力容器熔穿，熔融堆芯與混凝土作用釋放氣體和能量，但安全殼升壓速率較小。工況3為假定的現(xiàn)實(shí)工況，認(rèn)為由于各種外部災(zāi)害或其他情況導(dǎo)致的整個(gè)廠址全廠斷電且長(zhǎng)期間無(wú)法恢復(fù)，從而演變?yōu)殡p堆同時(shí)軸封LOCA且由于失電無(wú)法進(jìn)行安注、安噴緩解的全廠斷電事故為最可信雙堆嚴(yán)重事故。在堆功率、冷卻劑溫度、系統(tǒng)壓力等取滿功率運(yùn)行實(shí)際值的情況下，假設(shè)發(fā)生全廠斷電事故，緊急停堆成功，主泵軸封喪失并導(dǎo)致軸封破口，除安注箱外，能動(dòng)安注和安噴均不可用。緩解措施包括手動(dòng)開啟穩(wěn)壓器安全閥對(duì)一回路降壓以及開啟EUF對(duì)安全殼卸壓。

3.2 計(jì)算結(jié)果

對(duì)于以上三種工況，分別進(jìn)行了無(wú)EUF卸壓的計(jì)算，以及采用EUF對(duì)兩個(gè)機(jī)組進(jìn)行交替排放的計(jì)算。工況1和2使用MELCOR程序，工況3使用MAAP程序。

按照上節(jié)所述的方法計(jì)算交替排放的時(shí)間窗口。由于假設(shè)雙堆的事故條件和進(jìn)程完全相同，可通過(guò)計(jì)算一臺(tái)機(jī)組在無(wú)EUF情況下安全殼壓力首次達(dá)到0.5 MPa.a和0.6 MPa.a的時(shí)間，獲得交替排放的時(shí)間窗口，計(jì)算結(jié)果如表1所示。分別對(duì)應(yīng)3種工況，無(wú)EUF及EUF交替排放情況下雙堆安全殼的變化曲線如圖5至圖7所示[3]。

表1 交替排放時(shí)間窗口的取值

圖5 雙堆安全殼壓力(工況1)Fig.5 Twin-reactor containment pressures (Condition 1)

圖6 雙堆安全殼壓力(工況2)Fig.6 Twin-reactor containment pressures (Condition 2)

圖7 雙堆安全殼壓力(工況3)Fig.7 Twin-reactor containment Pressures (Condition 3)

以上計(jì)算結(jié)果證明，合理選取交替排放的時(shí)間窗口，一套EUF能夠?qū)崿F(xiàn)雙堆安全殼的卸壓目的。無(wú)論是對(duì)于升壓最快的保守工況(工況1)，還是最可信雙堆嚴(yán)重事故的現(xiàn)實(shí)工況(工況3)，EUF交替排放能夠保證任意一個(gè)安全殼的壓力不超過(guò)0.7 MPa.a。一般認(rèn)為這樣的壓力下安全殼完整性喪失的概率幾乎可以忽略。

4 結(jié)論

日本福島核事故以事實(shí)證明了多機(jī)組超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故發(fā)生的可能性是存在的，IAEA和各國(guó)開始重視這一長(zhǎng)期被忽視的課題，與此有關(guān)的核安全要求也在逐漸形成。多機(jī)組超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(包括嚴(yán)重事故)的應(yīng)對(duì)包括兩個(gè)層次的要求：一是設(shè)計(jì)上保證事故應(yīng)對(duì)措施的獨(dú)立性，不借助其他機(jī)組設(shè)備或多機(jī)組公用設(shè)備；二是增強(qiáng)多機(jī)組嚴(yán)重事故的應(yīng)急響應(yīng)能力。

我國(guó)在建和運(yùn)行的大部分核電廠為雙堆布置的二代改進(jìn)型核電廠。對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(包括嚴(yán)重事故)管理規(guī)程和系統(tǒng)設(shè)置的分析表明，多數(shù)情況下能夠保證事故響應(yīng)操作的獨(dú)立性，但也存在明顯的薄弱環(huán)節(jié)：水壓試驗(yàn)泵和安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)(EUF)為雙堆公用設(shè)備。

結(jié)合我國(guó)二代該進(jìn)行核電廠運(yùn)行和在建的現(xiàn)實(shí)情況，本文分析了水壓試驗(yàn)泵和安全殼過(guò)濾排放系統(tǒng)的改進(jìn)可行性，在盡量減少硬件改動(dòng)的前提下提出了可能的改進(jìn)方案。其中EUF雙堆交替排放僅僅通過(guò)操作規(guī)程的改變，利用一套EUF即可滿足雙堆的卸壓需求。進(jìn)一步的計(jì)算也證明，合理選取交替排放的時(shí)間窗口，EUF交替排放能夠在最保守以及最現(xiàn)實(shí)的事故情況下保證雙堆安全殼壓力均不超過(guò)其極限承載壓力。

需要指出的是，雙機(jī)組“同時(shí)”發(fā)生超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的概念并不意味著雙機(jī)組的事故進(jìn)程一定嚴(yán)格同步。本文的分析基于雙堆事故進(jìn)程完全一致的假設(shè)，事實(shí)上這是一個(gè)相當(dāng)保守的假設(shè)。在絕大多數(shù)現(xiàn)實(shí)情況下，雙機(jī)組的事故進(jìn)程和發(fā)展并不嚴(yán)格同步，事故所處的階段并不嚴(yán)格相同，因此所要求的應(yīng)對(duì)措施也不盡相同。這實(shí)際上降低了對(duì)雙堆公用設(shè)施的使用要求，提高了雙堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的實(shí)際應(yīng)對(duì)能力。

[1] 吳宇翔，宋代勇, 趙光輝. 福島事故后核電法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)趨勢(shì)研究[J]. 核科學(xué)與工程, 2013, 33(3): 239-336.

[2] 吳宇翔, 馬如冰, 尚臣. 雙機(jī)組布置核電廠緩解嚴(yán)重事故后果能力和可靠性研究報(bào)告[R]. 北京: 中國(guó)核電工程有限公司, 2012.

[3] 周喆, 石雪垚. 雙機(jī)組使用EUF降壓能力分析報(bào)告[R]. 北京: 中國(guó)核電工程有限公司, 2012.

Impacts and Improvements of Facilities Shared by Twin-reactor Nuclear Power Plants to Mitigate Beyond-Design-Basis Accidents

WU Yu-xiang, WU Yu-qiang, ZHANG Xue-shuang

(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, China)

After Fukushima accident, the consequences of multiple-unit beyond-design-basis accidents (BDBA) at the same site have been paid attention. Therefore, the independence of accident response measures of nuclear power plant (NPP) is required to be guaranteed in design. Most of nuclear power plants in operation and under construction in China are Gen II+ nuclear power plants with twin-reactor layout. It is shown that hydro-test pump and containment filtration and venting system (EUF) shared by twin reactors would affect the mitigation capability against twin-reactor BDBA. The potential improvement options of the above facilities have been studied for the existing plants, and the most probable improvement solutions have been proposed with the purpose of reducing the hardware changes to the greatest extend. By means of twin-reactor alternative venting, one single system of EUF is capable to satisfy the depressurization requirements of twin reactors. Further calculations also prove that, with the reasonable time window of alternative venting, the safety of twin-reactor containments can be ensured by EUF alternative venting both in the most conservative conditions and the most realistic conditions.

Post-fukushima improvment; Twin-reactor layout; Beyond-design-basis accident; Hydro-test pump; Containment filtration and venting system

2016-09-20

國(guó)家高技術(shù)研究發(fā)展計(jì)劃(863計(jì)劃)資助課題 (2012AA050906)

吳宇翔(1983—)，男，安徽人，高級(jí)工程師，博士，現(xiàn)主要從事核電廠總體設(shè)計(jì)

TL371

A

0258-0918(2017)02-0263-08